Selama ini kita sering mendengar istilah reaktor nuklir, namun mungkin anda belum mengetahui bagaimana cara kerja reaktor nuklir tersebut. Beginilah penjelasan cara kerja Reaktor Nuklir:
Reaktor nuklir memproduksi dan mengendalikan pelepasan energi dari pemecah�an atom beberapa unsur seperti uranium dan plutonium. Dalam reaktor Pembang�kit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN), energi dilepaskan dari reaksi fisi (pemecahan) ber�antai atom bahan bakar dan panas yang dihasilkan dipakai untuk memproduksi uap.?
Uap inilah yang digunakan untuk menggerakkan turbin untuk memproduksi listrik. Jenis pembangkit lainnya juga menggunakan uap, namun PLTN tidak melakukan pembakaran bahan bakar fosil yang bi�sa melepaskan emisi gas rumah kaca.
Ada beberapa komponen yang umum dipakai oleh banyak reaktor seperti dirilis world-nuclear.org.
Bahan bakar
Biasanya bahan bakar berupa butir uranium oksida (UO2) yang dalam tabung sehingga terbentuk ba�tang bahan bakar. Batang ini diatur sedemikian rupa di dalam inti reaktor.
Moderator
Material ini memperlambat pelepasan netron fisi yang menyebabkan lebih banyak reaksi fisi. Biasanya yang dipakai adalah air, namun bisa juga air berat atau grafit.
Tangkai kendali
Bagian ini dibuat dari material yang menyerap netron, seperti cadmium, hafnium atau boron. Material ini bisa dimasukkan atau terlepas dari inti untuk mengontrol kecepatan reaksi hingga menghentikan re�aksi. Selain itu ada sistem pemadaman kedua dengan menambahkan penyerap netron yang lain, bia�sanya terdapat dalam sistem pendingin utama.
Pendingin
Berupa cairan atau gas yang mengalir sepanjang inti reaktor dan memindahkan panas dari dalam kelu�ar. Dalam reaktor yang memakai air biasa, fungsi moderator biasanya merangkap sebagai pendingin.
Bejana bertekanan
Biasanya berupa bejana baja kuat dan didalamnya ada inti reaktor dan moderator/pendingin. Namun bi�sa juga berupa serangkaian tabung yang menampung bahan bakar dan menyalurkan cairan pendingin ke sepanjang moderator.
Generator uap
Ini adalah bagian dari sistem pendinginan di mana panas dari reaktor digunakan untuk membuat uap dari turbin.
Containment (penahan)
Yaitu struktur di sekitar inti reaktor yang dirancang untuk melindunginya dari gangguan luar dan melin�dungi bagian luar dari efek radiasi jika ada kesalahan. Bagian ini dibuat dari struktur beton dan baja de�ngan tebal mencapai 1 m.
Kebanyakan reaktor perlu dimatikan saat pengisian bahan bakar. Dalam hal ini pengisian bahan bakar dilakukan pada interval 1-2 tahun dan seperempat atau tigaperempat pasang bahan bakar diganti de�ngan yang baru. Pada tipe CANDU dan RBMK yang memiliki tabung bertekanan (bukan bejana tekan yang menutup inti reaktor), pengisian ulang bahan bakar bisa dilakukan saat generator bekerja dengan memutus tabung bertekanan itu.
Pada reaktor dengan moderator air berat atau grafit, reaktor bisa bekerja seperti biasa bahkan saat pe�ngayaan uranium. Uranium alam masih memiliki komposisi yang sama dengan saat ditambang (me�miliki 0,7% isotop U-235 dan 99,2% U-238). Uranium ini memiliki isotop U-235 yang cenderung terus membelah.
Isotop ini kemudian dikayakan hingga 3,5-5%. Pada proses pengayaan seperti ini moderator bisa beru�pa air biasa dan disebut dengan reaktor air ringan. Air ini bisa menyerap netron dengan baik, namun tak seefektif menggunakan air berat atau grafit.?Dalam berbagai kasus yang langka, bangunan inti reak�tor bisa rusak sehingga menyebabkan masalah pada sistem pendinginan atau moderator. Akibatnya, reaksi fisi yang terjadi bisa tak terkendali dan menyebabkan ledakan atau tersebarnya asap radioaktif ke mana-mana.
Sumber : http://www.isidunia.com/2011/04/beginilah-cara-kerja-reaktor-nuklir.html
Jenis reaktor terakhir yang ada di dunia adalah reaktor grafit dan reaktor cepat. Grafit sebagai bahan moderator sudah digunakan oleh ilmuwan Enrico Fermi sejak reaktor nuklir pertama Chicago Pile No.1 (CP 1) dibangun. Grafit terkenal murah dan dapat diperoleh dalam jumlah besar. Perlu diketahui, Plutonium (Pu-239) yang digunakan pada bom atom yang dijatuhkan di jepang pada saat Perang Dunia II dibuat di reaktor grafit.
5. Reaktor Grafit
5.1. Reaktor Pendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR)
Setelah perang dunia berakhir reaktor GCR adalah salah satu tipe reaktor yang didesain ulang di Inggris maupun Perancis. Reaktor ini menggunakan bahan bakar logam uranium alam, moderator grafit pendingin gas karbondioksida. Bahan kelongsong terbuat dari paduan magnesium (Magnox), oleh karena itu reaktor ini disebut sebagai reaktor Magnox. Reaktor Magnox mempunyai pembangkitan daya listrik cukup besar dan efisiensi ekonomi yang baik. Raktor tipe modifikasi Magnox pernah dibangun di Jepang pada tahun 1967 sebagai PLTN Tokai. Setelah beroperasi selama 30 tahun reaktor ini ditutup pada tahun 1998.
5.2. Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor,AGR)
Di Inggris fokus pengembangan teknologi PLTN bergeser ke reaktor berbahan bakar uranium dengan pengayaan rendah, yang memiliki kerapatan daya dan efisiensi termal yang tinggi. Unjuk kerja reaktor ini terbukti dapat diperbaiki. Di Inggris reaktor ini hanya sempat dibangun sebanyak 14 buah saja karena setelah pertengahan tahun 1980 kebijakan Pemerintah Inggris berubah.
5.3. Reaktor Pendingin Gas Suhu Tinggi (High Temperatur Gas-cooled Reactor, HTGR)
Reaktor ini menggunakan gas helium sebagai pendingin. Karakteristik menonjol yang unik dari reaktor HTGR ini adalah konstruksi teras didominasi bahan moderator grafit sehingga temperatur operasi dapat ditingkatkan menjadi tinggi dan efisiensi pembangkitan listrik dapat mencapai lebih dari 40%. Terdapat 3 bentuk bahan bakar dari HTGR, yaitu dapat berupa: (a) Bentuk batang seperti reaktor air ringan (dipakai di reaktor Dragon dan Peach Bottom); (b) Bentuk blok, di mana di dalam lubang blok grafit yang berbentuk segi enam di masukkan batang bahan bakar (dipakai di reaktor Fort St. Vrain, MHTGR, HTTR); (c) Bentuk bola (peble bed), di mana butir bahan bakar bersalut didistribusikan dalam bola grafit (dipakai di reaktor AVR, THTR-300).
5.4. Reaktor Pipa Tekan Air Didih Moderator Grafit (Light Water Gas-cooled Reactor, LWGR)
RBMK adalah reaktor tipe ini yang hanya dikembangkan di Rusia. Reaktor ini tidak menggunakan tangki kalandria (berisi air berat) seperti reaktor tipe SGHWR tetapi menggunakan grafit sebagai moderator. Oleh karena itu dimensi reaktor menjadi besar. Sekitar 1700 buah pipa tekan menembus susunan blok grafit. Di dalam pipa tekan diisi batang bahan bakar di mana di sekelilingnya mengalir air ringan yang mengambil panas dari batang bahan bakar sehingga mendidih. Uap yang terbentuk dikirim ke turbin pembangkit listrik untuk memutar turbin dan membangkitkan listrik. Salah satu reaktor tipe ini yang terkenal karena mengalami kecelakaan adalah reaktor Chernobyl No.4 yang merupakan reaktor tipe RBMK-1000. Salah satu kegagalan desain pada reaktor tipe RBMK yang dianggap sebagai kambing hitam terjadinya kecelakaan Chernobyl adalah tidak tersedianya bejana pengungkung reaktor.
6. Reaktor Cepat (Fast Reactor, FR), Reaktor Pembiak Cepat (Liquid Metal Fast Breeder Reactor, LMFBR)
Seperti tersirat dalam nama tipe reaktor ini, neutron cepat yang dihasilkan dari reaksi fisi dengan kecepatan tinggi dikondisikan sedemikian rupa sehingga diserap oleh uranium-238 menghasilkan plutonium-239. Dengan kata lain di dalam reaktor dapat dibiakkan (dibuat) unsur plutonium. Rapat daya dalam teras reaktor cepat sangat tinggi. Oleh karena itu, sebagai pendingin biasanya digunakan bahan logam natrium cair atau logam cair campuran natrium dan kalium (NaK) yang mempunyai kemampuan tinggi dalam mengambil panas dari bahan bakar. Konstruksi reaktor pembiak cepat terdiri dari pendingin primer yang berupa bahan logam cair mengambil panas dari bahan bakar dan kemudian mengalir ke alat penukar panas antara (intermediate heat exchanger), selanjutnya energi panas ditransfer ke pendingin sekunder dalam alat penukar panas antara ini. Kemudian pendingin sekunder (bahan pendingin adalah natrium cair atau logam cair natrium) yang tidak mengandung bahan radioaktif akan mengalir membawa panas yang diterima dari pendingin primer menuju ke perangkat pembangkit uap dan memberikan panas ke pendingin tersier (air ringan) sehingga temperaturnya meningkat dan mendidih (proses pembangkitan uap). Uap yang dihasilkan selanjutnya dialirkan ke turbin untuk memutar generator listrik yang dikopel dengan turbin. Komponen sistem primer dari reaktor pembiak cepat terdiri dari bejana reaktor, pompa sirkulasi primer, alat penukar panas antara. Komponen ini dirangkai oleh pipa penyalur pendingin membentuk suatu untai (loop), karena itu reaktor seperti ini digolongkan dalam kelas reaktor untai.
Apabila seluruh komponen sistem primer di atas semuanya dimasukkan ke dalam bejana reaktor maka reaktor pembiak cepat seperti ini digolongkan dalam kelas reaktor tangki atau reaktor kolam. Contoh reaktor pembiak cepat tipe reaktor untai adalah reaktor prototipe Monju di Jepang, sedangkan untuk tipe reaktor kolam adalah reaktor Super Phoenix di Perancis yang sudah menjadi reaktor komersial. Reaktor Cepat Eropa (Europian Fast Reactor, EFR) yang secara intensif dikembangkan oleh negara-negara Eropa diharapkan akan mulai masuk pasar komersial pada tahun 2010 nanti.
Sumber:
Ensiklopedia Teknologi Nuklir�BATAN
http://www.coolschool.ca/lor/PH11/unit9/U09L04.htm
http://www.jaea.go.jp/04/monju/EnglishSite/contents01/contents01a.html
Sumber-sumber lain
Pada umumnya tipe reaktor nuklir dalam PLTN dibedakan berdasarkan komposisi dan konstruksi dari bahan moderator netron dan bahan pendingin yang digunakan sehingga digunakan sebutan seperti reaktor gas, reaktor air ringan, reaktor air berat (air ringan: H2O; air berat: D2O; D adalah salah satu isotop Hidrogen, yaitu deuterium). Selain itu faktor kondisi air pendingin juga menjadi pertimbangan penggolongan tipe reaktor nuklir dalam PLTN. Jika air pendingin dalam kondisi mendidih disebut reaktor air didih, jika tidak mendidih (atau tidak diizinkan mendidih, dengan memberi tekanan secukupnya pada pendingin) disebut reaktor air tekan.
Reaktor nuklir dengan temperatur pendingin sangat tinggi (di atas 800oC) disebut reaktor gas temperatur tinggi. Kecepatan netron rata-rata dalam reaktor yang dihasilkan dari reaksi fisi juga dipakai untuk menggolongkan tipe reaktor. Berdasarkan kecepatan neutron rata-rata dalam teras, ada reaktor cepat dan reaktor termal (neutron dengan kecepatan relatif lambat sering disebut sebagai neutron termal).
1. Reaktor Air Ringan
Di antara PLTN yang masih beroperasi di dunia, 80% adalah PLTN tipe Reaktor Air Ringan (LWR). Reaktor ini pada awalnya dirancang untuk tenaga penggerak kapal selam angkatan laut Amerika Serikat. Dengan modifikasi secukupnya dan peningkatan daya seperlunya kemudian digunakan dalam PLTN. PLTN tipe ini dengan daya terbesar yang masih beroperasi pada saat ini (tahun 2003) adalah PLTN Chooz dan Civaux di Perancis yang mempunyai daya 1500 MWe, dari kelas N-4 Perancis. Reaktor Air Ringan dapat dibedakan menjadi dua golongan yaitu Reaktor Air Didih dan Reaktor Air Tekan (pendingin tidak mendidih), kedua golongan ini menggunakan air ringan sebagai bahan pendingin dan moderator. Pada tipe reaktor air ringan sebagai bahan bakar digunakan Uranium dengan pengayaan rendah sekitar 2% � 4%; bukan Uranium alam karena sifat air yang menyerap neutron. Kemampuan air dalam memoderasi neutron (menurunkan kecepatan atau energi neutron) sangat baik, maka jika digunakan dalam reaktor (sebagai moderator neutron dan pendingin) ukuran teras reaktor menjadi lebih kecil (lebih kompak) bila dibandingkan dengan reaktor nuklir tipe reaktor gas dan reaktor air berat.
1.1. Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor, PWR)
Pada PLTN tipe PWR, air sistem pendingin primer masuk ke dalam bejana tekan reaktor pada tekanan tinggi dan temperatur lebih kurang 290oC. Air bertekanan dan bertemperatur tinggi ini bergerak pada sela-sela batang bahan bakar dalam perangkat bahan bakar ke arah atas teras sambil mengambil panas dari batang bahan bakar, sehingga temperaturnya naik menjadi sekitar 320oC. Air pendingin primer ini kemudian disalurkan ke perangkat pembangkit uap (lewat sisi dalam pipa pada perangkat pembangkit uap), di perangkat ini air pendingin primer memberikan energi panasnya ke air pendingin sekunder (yang ada di sisi luar pipa pembangkit uap) sehingga temperaturnya naik sampai titik didih dan terjadi penguapan. Uap yang dihasilkan dari penguapan air pendingin sekunder tersebut kemudian dikirim ke turbin untuk memutar turbin yang dikopel dengan generator listrik. Perputaran generator listrik akan menghasilkan energi listrik yang disalurkan ke jaringan listrik. Air pendingin primer yang ada dalam bejana reaktor dengan temperatur 320oC akan mendidih jika berada pada tekanan udara biasa (sekitar satu atmosfer). Agar pendingin primer ini tidak mendidih, maka sistem pendingin primer diberi tekanan hingga 157 atm. Karena adanya pemberian tekanan ini maka bejana reaktor sering disebut sebagai bejana tekan atau bejana tekan reaktor. Pada reaktor tipe PWR, air pendingin primer yang membawa unsur-unsur radioaktif dialirkan hanya sampai ke pembangkit uap, tidak sampai turbin, oleh karena itu pemeriksaan dan perawatan sistem sekunder (komponen sistem sekunder: turbin, kondenser, pipa penyalur, pompa sekunder dll.) menjadi mudah dilakukan. Pada prinsipnya PWR yang dikembangkan oleh Rusia (disebut VVER) sama dengan PWR yang dikembangkan oleh negara-negara barat. Perbedaan konstruksi terdapat pada bentuk penampang perangkat bahan bakar VVER (berbentuk segi enam) dan letak pembangkit uap VVER (horisontal).
Pada reaktor tipe PWR, seperti yang banyak beroperasi saat ini, peralatan sistem primer saling dihubungkan membentuk suatu untai (loop). Jika peralatan sistem primer dihubungkan oleh dua pipa penghubung utama yang diperpendek, dan kemudian dimasukkan dalam bejana reaktor maka sistem seperti ini disebut reaktor setengah terintegrasi (setengah modular). Tetapi jika seluruh sistem primer disatukan dan dimasukkan ke dalam bejana reaktor maka disebut reaktor terintegrasi (modular).
1.2. Reaktor Air Didih (Boiling Water Reactor, BWR)
Karakteristik unik dari reaktor air didih adalah uap dibangkitkan langsung dalam bejana reaktor dan kemudian disalurkan ke turbin pembangkit listrik.
Pendingin dalam bejana reaktor berada pada temperatur sekitar 285oC dan tekanan jenuhnya sekitar 70 atm. Reaktor ini tidak memiliki perangkat pembangkit uap tersendiri, karena uap dibangkitkan di bejana reaktor. Karena itu pada bagian atas bejana reaktor terpasang perangkat pemisah dan pengering uap, akibatnya konstruksi bejana reaktor menjadi lebih rumit.
2. Reaktor Air Berat (Heavy Water Reactor, HWR)
Dalam hal kemampuan memoderasi neutron, air berat berada pada urutan berikutnya setelah air ringan, tetapi air berat hampir tidak menyerap neutron. Oleh karena itu, jika air berat dipakai sebagai moderator, maka dengan hanya menggunakan Uranium alam (tanpa pengayaan) reaktor dapat beroperasi dengan baik. Bejana reaktor (disebut kalandria) merupakan tangki besar yang berisi air berat, di dalamnya terdapat pipa kalandria yang berisi perangkat bahan bakar. Tekanan air berat biasanya berkisar pada tekanan satu atmosfer dan temperaturnya dijaga agar tetap di bawah 100oC. Akan tetapi pendingin dalam pipa kalandria mempunyai tekanan dan temperatur yang tinggi, sehingga konstruksi pipa kalandria berwujud pipa tekan yang tahan terhadap tekanan dan temperatur yang tinggi.
2.1. Reaktor Air Berat Tekan (Pressurized Heavy Water Reactor, PHWR)
CANadian Deuterium Uranium Reactor (CANDU) adalah suatu PLTN yang tergolong pada tipe reaktor pendingin air berat tekan dengan pipa tekan. Reaktor ini merupakan reaktor air berat yang banyak digunakan. Bahan bakar yang digunakan adalah uranium alam. Kanada menjadi pelopor penyebaran reaktor tipe ini di seluruh dunia.
2.2. Reaktor Air Berat Pendingin Gas (Heavy Water Gas Cooled Reactor, HWGCR)
HWGCR atau sering dibalik GCHWR adalah suatu tipe reaktor nuklir yang menggunakan air berat sebagai bahan moderatornya, sehingga pemanfaatan neutronnya optimal. Gas pendingin dinaikkan temperaturnya sampai pada tingkat yang cukup tinggi sehingga efisiensi termal reaktor ini dapat ditingkatkan. Tetapi oleh karena persoalan pengembangan bahan kelongsong yang tahan terhadap temperatur tinggi dan paparan radiasi lama belum terpecahkan hingga sekarang, maka pada akhirnya di dunia hanya terdapat 4 reaktor tipe ini. Di negara Perancis reaktor tipe ini dibangun tetapi sebagai bahan kelongsong tidak digunakan Berilium melainkan Stainless Steel
2.3. Reaktor Air Berat Pembangkit Uap (Steam Generated Heavy Water Reactor, SGHWR)
Reaktor ini sering disebut Light Water Cooled Heavy Water Reactor (LWCHWR) dan hanya ada di Pusat Penelitian Winfrith Inggris. Reaktor berdaya 100 MWe ini merupakan prototipe reaktor pembangkit daya tipe SGHWR, dan beroperasi dari tahun 1968 sampai tahun 1990. Pada waktu itu reaktor SGHWR sempat menjadi sebuah fokus pengembangan di Inggris, tetapi oleh karena persoalan ekonomi maka tidak dikembangkan lebih lanjut. Sementara itu Jepang mengembangkan reaktor air berat yang disebut Advanced Thermal Reactor (ATR). Jepang membangun reaktor ATR Fugen berdaya 165 MWe. Keunikan dari reaktor ATR ini adalah, bahan bakar dapat terbuat dari Uranium dengan pengayaan rendah atau uranium alam yang diperkaya dengan Plutonium. Pada saat bahan bakar terbakar, penyusutan Plutonium di bahan bakar sedikit sekali. Reaktor prototipe Fugen dioperasikan sejak tahun 1979, tetapi karena terjadi perubahan kebijakan dari pemerintah, sampai saat ini reaktor ATR komersial belum pernah terwujud. Reaktor Fugen beroperasi hingga tahun 2002 dan pada tahun berikutnya direncanakan untuk didekomisioning.
Untuk dua tipe reaktor tersisa yakni reaktor grafit dan reaktor cepat akan saya tampilkan pada episode berikutnya.
(Bersambung)
Referensi:
[1] Ensiklopedia Teknologi Nuklir�BATAN
[2] http://www.global-greenhouse-warming.com/images/NuclearPWR.jpg
[3] http://www.eia.doe.gov/cneaf/nuclear/page/nuc_reactors/bwr.html
[4] Nuclear Power Plant System and Operation dan sumber-sumber lain
A. Isu Proyek Pembangunan PLTN
Tenaga Nuklir begitu ramai dibicarakan dalam setiap pertemuan-pertemuan penting di berbagai belahan dunia. Indonesia pun turut andil dalam pengembangannya. Bila dilihat dari sejarah dan pengalaman bangsa Indonesia, sebenarnya nuklir bukanlah barang baru bagi Indonesia. Terbukti pada tahun 50-an Presiden pertama Indonesia Soekarno sudah mulai mewujudkan visi tentang energi nuklir, dengan harapan Indonesia akan diakui oleh dunia internasional di bidang ilmu pengetahuan dan teknologi. Alasan utama Indonesia dalam pengembangan PLTN adalah kebutuhan energi yang besar oleh masyarakat Indonesia dengan populasi penduduk yang sangat padat.
Banyak masyarakat Indonesia yang menentang pembangunan PLTN karena dianggap hanya akan memberikan dampak buruk bagi kesehatan dan lingkungan. Setiap permasalahan memiliki solusi, sikap optimistis perlu diterapkan untuk proyek besar seperti ini.
Para peneliti yang bekerja pada BATAN (Badan Tenaga Nuklir Nasional) melalui sarana dan fasilitas yang ada melakukan riset teknologi nuklir untuk pengembangan industri nuklir seperti teknologi reaktor dan keselamatan nuklir dengan menggunakan reaktor riset berdaya 30 MWth, fabrikasi bahan bakar nuklir, pengelolaan limbah radioaktif, keselamatan radiasi dan lingkungan dilakukan dalam rangka persiapan pembangunan Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Adapun dasar pertimbangan pemanfaatan energi nuklir untuk pembangkit listrik yang lebih jelas dan tegas, tercantum pada Undang-undang Nomor 17 Tahun 2007 tentang Rencana Pembangunan Nasional Jangka Panjang. Cukup jelas keseriusan pemerintah dalam perencanaan pembangunan PLTN maka masyarakat tidak perlu merasa takut berlebih karena pastinya para peniliti berpikir panjang mengenai pengelolaan limbah nuklir.
B. Prinsip Kerja PLTN
Prinsip kerja PLTN sebenarnya mirip dengan pembangkit listrik lainnya, misalnya Pembangkit Listrik Tenaga Uap (PLTU). Uap bertekanan tinggi pada PLTU digunakan untuk memutar turbin. Tenaga gerak putar turbin ini kemudian diubah menjadi tenaga listrik dalam sebuah generator.
Perbedaan PLTN dengan pembangkit lain terletak pada bahan bakar yang digunakan untuk menghasilkan uap, yaitu Uranium. Reaksi pembelahan (fisi) inti Uranium menghasilkan tenaga panas (termal) dalam jumlah yang sangat besar serta membebaskan 2 sampai 3 buah neutron
C. Jenis PLTN
C.1. Pressurized Water Reactor (PWR)
PWR adalah jenis reaktor daya nuklir yang menggunakan air ringan biasa sebagai pendingin maupun moderator neutron. Reaktor ini pertama sekali dirancang oleh Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory untuk kepentingan kapal perang, tetapi kemudian rancangan ini dijadikan komersial oleh Westinghouse Nuclear Power Division. Reaktor PWR komersial pertama dibangun di Shippingport, Amerika Serikat yang beroperasi sampai tahun 1982.
Selain Westinghouse, banyak perusahaan lain seperti Asea Brown Boveri-Combustion Engineering (ABB-CE), Framatome, Kraftwerk Union, Siemens, and Mitsubishi yang mengembangkan dan membangun reaktor PWR ini. Reaktor jenis ini merupakan jenis reaktor yang paling umum. Lebih dari 230 buah reaktor digunakan untuk menghasilkan listrik, dan beberapa ratus lainnya digunakan sebagai tenaga penggerak kapal.
Pada reaktor jenis PWR, aliran pendingin utama yang berada di teras reaktor bersuhu mencapai 325oC sehingga perlu diberi tekanan tertentu (sekitar 155 atm) oleh perangkat pressurizer sehingga air tidak dapat mendidih. Pemindah panas, generator uap, digunakan untuk memindahkan panas ke aliran pendingin sekunder yang kemudian mendidih menjadi uap air dan menggerakkan turbin untuk menghasilkan listrik. Uap kemudian diembunkan di dalam kondenser menjadi aliran pendingin sekunder. Aliran ini kembali memasuki generator uap dan menjadi uap kembali, memasuki turbin, dan demikian seterusnya
C.2. Boiling water reactor (BWR)
Reaktor jenis BWR merupakan rancangan reaktor jenis air ringan sebagai pendingin dan moderator, yang juga digunakan di beberapa Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir. Reaktor BWR pertama sekali dirancang oleh Allis-Chambers dan General Electric (GE). Sampai saat ini, hanya rancangan General Electric yang masih bertahan. Reaktor BWR rancangan General Electric dibangun di Humboldt Bay di California. Perusahaan lain yang mengembangkan dan membangun reaktor BWR ini adalah ASEA-Atom, Kraftwerk Union, Hitachi. Reaktor ini mempunyai banyak persamaan dengan reaktor PWR; perbedaan yang paling kentara ialah pada reaktor BWR, uap yang digunakan untuk memutar turbin dihasilkan langsung oleh teras reaktor.
Pada reaktor BWR hanya terdapat satu sirkuit aliran pendingin yang bertekanan rendah (sekitar 75 atm) sehingga aliran pendingin tersebut dapat mendidih di dalam teras mencapai suhu 285oC. Uap yang dihasilkan tersebut mengalir menuju perangkat pemisah dan pengering uap yang terletak di atas teras kemudian menuju turbin. Karena air yang berada di sekitar teras selalu mengalami kontaminasi oleh peluruhan radionuklida, maka turbin harus diberi perisai dan perlindungan radiasi sewaktu masa pemeliharaan. Kebanyakan zat radioaktif yang terdapat pada air tersebut beumur paro sangat singkat, misalnya N-16 dengan umur paro 7 detik sehingga ruang turbin dapat dimasuki sesaat setelah reaktor dipadamkan. Uap tersebut kemudian memasuki turbin-generator. Setelah turbin digerakkan, uap diembunkan di kondenser menjadi aliran pendingin, kemudian dipompa ke reaktor dan memulai siklus kembali seperti di atas.
C.3. Reaktor Air Didih Lanjut (Advanced Boiling Water Reactor, ABWR)
ABWR adalah reaktor air didih lanjut, yaitu tipe modifikasi dari reaktor air didih yang ada pada saat ini. Perbaikan ditekankan pada keandalan, keselamatan, limbah yang rendah, kemudahan operasi dan faktor ekonomi. Perlengkapan khas ABWR yang mengalami perbaikan desain adalah (1) pompa internal, (2) penggerak batang kendali, (3) alat pengatur aliran uap, (4) sistem pendinginan teras darurat, (5) sungkup reaktor dari beton pra-tekan, (6) turbin, (7) alat pemanas untuk pemisah uap (penurun kelembaban), (8) sistem kendali dijital dan lain-lain.
C.4. CANDU
Reaktor CANDU atau CANada Deuterium Uranium adalah jenis reaktor air berat bertekanan yang menggunakan Uranium alam oksida sebagai bahan bakar. Reaktor ini dirancang oleh Atomic Energy Canada Limited (AECL) semenjak tahun 1950 di Kanada. Karena menggunakan bahan bakar Uranium alam, maka reaktor ini membuthkan moderator yang lebih efisien seperti air berat
Moderator reaktor CANDU terletak pada tangki besar yang disebut calandria, yang disusun oleh tabung-tabung bertekanan horisontal yang digunakan sebagai tempat bahan bakar, didinginkan oleh aliran air berat bertekanan tinggi yang mengalir melewati tangki calandria ini sampai mencapai suhu 290oC. Sama seperti Reaktor PWR, uap dihasilkan oleh aliran pendingin sekunder yang mendapat panas dari aliran pendingin utama. Dengan digunakannya tabung-tabung bertekanan sebagai tempat bahan bakar, memungkinkan untuk mengisi bahan bakar tanpa memadamkan reaktor dengan memisahkan tabung bahan bakar yang akan diisi dari aliran pendingin.
C.5. Reaktor tabung tekan
Reaktor tabung tekan merupakan reaktor yang terasnya tersusun atas pendingin air ringan (ada juga air berat) dan moderator air berat atau pendingin air ringan dan moderator grafit dalam pipa kalandria. Bahan pendingin dan bahan moderator dipisahkan oleh pipa tekan, sehingga bahan pendingin dan bahan moderator dapat dipilih secara terpisah. Pada kenyataannya terdapat variasi gabungan misalnya pendingin air ringan moderator air berat (Steam-Generating Heavy Water Reactor, SGHWR), pendingin air berat moderator air berat (Canadian Deuterium Uranium, CANDU), pendingin air ringan moderator grafit (Channel Type Graphite-moderated Water-cooled Reactor, RBMK). Teras reaktor terdiri dari banyak kanal bahan bakar dan dideretkan berbentuk kisi kubus di dalam tangki kalandria, bahan pendingin mengalir masing-masing di dalam pipa tekan, energi panas yang timbul pada kanal bahan bakar diubah menjadi energi penggerak turbin dan digunakan pada pembangkit listrik. Disebut juga rektor nuklir tipe kanal.
C.6. Pebble Bed Modular Reactor (PBMR)
Reaktor PBMR menawarkan tingkat keamanan yang baik. Proyek PBMR masa kini merupakan lanjutan dari usaha masa lalu dan dipiloti oleh konglomerat internasional USA berbasis Exelon Corporation (Commonwealth Edison PECO Energy), British Nuclear Fuels Limited dan South African based ESKOM sebagai perusahaan reaktor.
PBMR menggunakan helium sebagai pendingin reaktor, berbahan bakar partikel uranium dioksida yang diperkaya, yang dilapisi dengan Silikon Karbida berdiameter kurang dari 1mm, dirangkai dalam matriks grafit. Bahan bakar ini terbukti tahan hingga suhu 1600oC dan tidak akan meleleh di bawah 3500oC. Bahan bakar dalam bola grafit akan bersirkulasi melalui inti reaktor karena itu disebut sistem pebble-bed.
C.7. Reaktor Magnox
Reaktor Magnox merupakan reaktor tipe lama dengan siklus bahan bakar yang sangat singkat (tidak ekonomis), dan dapat menghasilkan plutonium untuk senjata nuklir. Reaktor ini dikembangkan pertama sekali di Inggris dan di Inggris terdapat 11 PLTN dengan menggunakan 26 buah reaktor Magnox ini. Sampai tahun 2005 ini, hanya tinggal 4 buah reaktor Magnox yang beroperasi di Inggris dan akan didekomisioning pada tahun 2010.
Reaktor Magnox menggunakan CO2 bertekanan sebagai pendingin, grafit sebagai moderator dan berbahan bakar Uranium alam dengan logam Magnox sebagai pengungkung bahan bakarnya. Magnox merupakan nama dari logam campuran yaitu dengan logam utama Magnesium dengan sedikit Aluminium dan logam lainnya, yang digunakan sebagai pengungkung bahan bakar logam Uranium alam dengan penutup yang tidak mudah teroksidasi untuk menampung hasil fisi.
C.8. Advanced Gas-cooled Reactor (AGR)
Advanced Gas-Cooled Reactor (AGR) merupakan reaktor generasi kedua dari reaktor berpendingin gas yang dikembangkan Inggris. AGR merupakan pengembangan dari reaktor Magnox. Reaktor ini menggunakan grafit sebagai moderator netron, CO2 sebagai pendingin dan bahan bakarnya adalah pelet Uranium oksida yang diperkaya 2,5%-3,5% yang dikungkung di dalam tabung stainless steel. Gas CO2 yang mengalir di teras mencapai suhu 650oC dan kemudian memasuki tabung generator uap. Kemudian uap yang memasuki turbin akan diambil panasnya untuk menggerakkan turbin. Gas telah kehilangan panas masuk kembali ke teras.
C.9. Russian Reaktor Bolshoi Moshchnosty Kanalny
RBMK merupakan singkatan dari Russian Reaktor Bolshoi Moshchnosty Kanalny yang berari reaktor Rusia dengan saluran daya yang besar. Pada tahun 2004 masih terdapat beberapa reaktor RMBK yang masih beroperasi, namun tidak ada rencana untuk membangun reaktor jenis ini lagi. Keunikan reaktor RBMK terdapat pada moderator grafitnya yang dilengkapi dengan tabung untuk bahan bakar dan tabung untuk aliran pendingin.
Pada rancangan reaktor RBMK, terjadi pendidihan aliran pendingin di teras samapi mencapai suhu 290�C. Uap yang dihasilkan kemudian masuk ke perangkat pemisah uap yang memisahkan air dari uap. Uap yang telah dipisahkan kemudian mengalir menuju turbin, seperti pada rancangan reaktor BWR. Masalah yang dihadapi pada BWR yaitu uap yang dihasilkan bersifat radioaktif juga terjadi pada reaktor ini. Namun, dengan adanya pemisahan uap, maka terdapat waktu jeda yang menurunkan radiasi di sekitar turbin. Dengan menggunakan moderasi netron yang sangat bergantung pada grafit, apabila terjadi pendidihan yang berlebihan, maka aliran pendingin akan berkurang sehingga penyerapan netron juga berkurang, tetapi reaksi fisi akan semakin cepat sehingga dapat menimbulkan kecelakaan
Sumber : http://teknologi.kompasiana.com/
PLTN jenis BWR generasi pertama adalah PLTN yang dioperasikan (bukan dibangun) antara tahun 1957 - 1969. PLTN generasi pertama yang dioperasikan pada tahun 1957 adalah Vallecitos Nuclear Center di kota Sunol, negara bagian California, AS. PLTN generasi pertama yang dioperasikan pada tahun 1969 adalah Tarapur Atomic Power Station unit 1 dan unit 2 di kota Tarapur, negara bagian Maharashtra, India. Dan ini adalah satu-satunya PLTN Gen 1 yang masih beroeprasi hingga saat ini. Rencananya akan dekomisioning (dihentikan operasinya) pada tahun 2021 (52 tahun operasi). PLTN Tarapur bisa beroperasi hingga saat ini salah satu sebabnya adalah overhaul pada tahun 2006 dan mendapat ijin dari IAEA. Tidak seperti pembangkit listrik lainnya, pengoperasian PLTN harus mendapat ijin dari sebuah badan dunia, IAEA. Jadi negara pemilik PLTN tidak bisa semaunya mengoperasikan PLTN.
PLTN jenis BWR generasi kedua adalah PLTN yang mulai dioperasikan sejak 1969, antara lain adalah Oyster Creek Nuclear Generating Station di kota Toms River, negara bagian New Jersey, AS. Rencananya akan dioperasikan hingga 2029. Fukushima I (Daiichi) Nuclear Power Plant unit 1 s/d unit 6 di kota Okuma, Fukushima Prefectur, Jepang adalah termasuk PLTN generasi 2 yang dioperasikan sejak tahun 1971.
PLTN jenis BWR generasi ke 3 mulai dioperasikan tahun 2002, yaitu Onagawa Nuclear Power Plant di kota Onagawa, Miyagi Prefecture, Jepang. ABWR adalah termasuk PLTN generasi ke 3. Contoh generasi ke 3 PLTN ini adalah Fukushima I (Daiichi) Nuclear Power Plant unit 7 dan unit 8 yang sedang dibangun. Rencananya kedua PLTN generasi 3 ini akan mulai dioperasikan tahun 2013 dan 2014. Memang cukup ironis, Jepang adalah negara yang pernah merasakan dampak kedahsyatan senjata nuklir dan sering menghadapi gempa sejak dahulu kala namun tetap ingin memiliki PLTN. Bahkan hingga saat ini sudah ada sekitar 56 unit pembangkit PLTN.
PLTN Fukushima II (Daini) unit 1 - unit 4 berada sekitar 11 km sebelah selatan PLTN Fukushima I. PLTN ini termasuk generasi kedua berdasarkan disain General Electric Mark II BWR dengan kapasitas per unit 1067 MWe.
Fukushima Daini II
Reactor, Design, Size, Date of Commercial operation
Fukushima II-1, GE Mark II BWR, 1067 MW, April 1982
Fukushima II-2, GE Mark II BWR, 1067 MW, February 1984
Fukushima II-3, GE Mark II BWR, 1067 MW, June 1985
Fukushima II-4, GE Mark II BWR, 1067 MW, August 1987
Dekomisioning atau penghentian operasi PLTN karena berbagai sebab. Pada dasarnya jika sudah berusia 50 tahun, maka PLTN wajib dikomisioning. Namun demikian ada juga yang dihentikan operasinya di tengah jalan. Misal, karena adanya keputusan politik. Ini terjadi pada PLTN Barseback di Swedia, namun PLTN-PLTN lain seperti PLTN Ringhals, Oskarshamn, Forsmark yang berada di Swedia, masih tetap dioperasikan. Ada juga yang dihentikan operasinya karena desakan kelompok anti nuklir, seperti terjadi pada PLTN Shoreham, PLTN Vallecitos, PLTN Pathfinder, dan PLTN Elk River di AS, dan PLTN Caorso di Italia. Ada yang dihentikan karena aspek ekonomi, seperti PLTN La Crosse, PLTN Humboldt Bay, PLTN Dresden, PLTN Big Rock Point di AS, PLTN Dodewaard di Belanda, PLTN Garigliano di Italia, PLTN Lingen, PLTN Grundemmingen di Jerman.
Tampaknya proses dekomisioning PLTN Fukushima I, khususnya unit 1 (Maret 1971), unit 3 Maret 1976) dan unit 4 (Oktober 1978) akan dipercepat dari jadwal yang seharusnya mengingat besarnya kerusakan. Rencananya PLTN ini akan di-dekomisioning pada tahun 26 Maret 2011 (unit 1), 26 Maret 2016 (unit 3), 12 Oktober 2018 (unit 4). Ternyata takdir lebih cepat datang dari pada rencana manusia. Dekomisioning bisa dilakukan dengan penimbunan material beton atau mengkungkung teras reaktor seperti yang dilakukan pada PLTN Chernobyl. Kita tunggu kabar selanjutnya mengenai nasib PLTN Fukushima I unit 2 (ops sejak Juli 1974), unit 5 (ops sejak April 1978), unit 6 (ops sejak Oktober 1979), unit 7 (baru mau akan dibangun 2012) dan unit 8 (baru mau akan dibangun 2012). Rencananya Fukushima I unit 2 akan decom pada 18 Juli 2014, unit 5 decom pada 18 April 2018, dan unit 6 decom pada 24 Oktober 2019.
Ada juga yang dekomisioning karena alasan teknis, seperti PLTN Millstone di AS, PLTN Wurgassen di Jerman.
Ada juga yang terus dioperasikan sebagai hasil referendum. Hal ini terjadi di Swiss, yaitu terhadap PLTN Leibstadt, PLTN Muhleberg.
Umumnya pendirian PLTN karena tenaga listrik yang dihasilkan sangatlah besar. PLTN generasi ke 3, setiap unitnya mampu memberikan 1380 MWe. Padahal setiap PLTN setidaknya bisa memiliki 4 unit pembangkit dalam satu lokasi. Jadi dapat dibayangkan berapa besar listrik yang dihasilkan untuk sebuah PLTN, setidaknya 4 x 1380 MWe atau 5520 MWe. Jika menggunaan batubara, kapasitas sebesar ini biasanya dihasilkan oleh 4 buah PLTU, bukan 4 unit PLTU lho. Dengan kapasitas PLTN sebesar itu, maka kebutuhan listrik di Pulau Jawa bisa dicukup oleh 3 buah PLTN saja.
Jika listrik yang dihasilkan PLTN kemudian digunakan untuk menggerakkan transportasi publik yang tadinya berbasis BBM, maka akan banyak konsumsi BBM yang bisa dikurangi. Tidak hanya itu, kontinuitas pasokan listrik di Jawa akan lebih stabil, tidak terganggu oleh cuaca laut Jawa. Bahkan akan banyak batu bara yang tidak perlu dibakar. Yang pada akhirnya akan mengurangi cemaran CO2 di udara.
Resiko penggunaan PLTN akan dicoba untuk diminimalkan dengan digunakannya PLTN generasi ke 3 (ABWR) di masa-masa mendatang, yang telah dimulai sejak tahun 2002. Jika penggunaan PLTN dinilai memiliki prospek, tidak tertutup kemungkinan riset dan pengoperasian PLTN generasi 4 akan dipercepat menjadi sebelum tahun 2030. Pada dasarnya manusia tidak akan menyerah pada tantangan dan resiko. Resiko yang terjadi bukan membuat menjadi mundur dan ciut karena kehilangan nyali, namun justru menjadi tantangan bersama untuk dipecahkan selama masih dalam rangka mensejahterakan umat manusia. Takdir baik dan takdir buruk adalah bagian integral dari kehidupan yang wajib diyakini.
Setidaknya ada 150 kapal selam dan kapal induk yang memanfaatkan PLTN sebagai penggeraknya. Bagi AS, Perancis dan Jepang, 50% kapasitas listriknya dihasilkan oleh PLTN. Bahkan sejak kecelakaan di Three Mile Island (1979) dan bencana di Chernobyl (1986), jumlah PLTN terus meningkat. Peningkatan yang paling signifikan adalah pembangunan PLTN di Cina, Korea Selatan, India dan Russia. Ironis, di satu sisi dibenci, di sisi lain diharapkan. Bahkan negara-negara penghasil minyak, batubara dan gas alam terbesar, banyak menggunakan PLTN. Negara-negara ini tetap menggunakan PLTN meskipun sumber energi lain masih melimpah.
Untuk mendirikan dan mengoperasikan sebuah PLTN butuh waktu persiapan yang panjang, sehingga perencanaan menjadi hal yang krusial. Negara yang membutuhkan PLTN tidak bisa serta merta dapat membangun PLTN, meskipun dana tersedia. Infrastruktur harus disiapkan secara matang di bawah pengawasan IAEA. Pembangunan PLTN hingga siap beroperasi bisa menghabiskan waktu 5 tahun. Studi kelayakan, disain, infrastruktur harus disiapkan 5 tahun sebelumnya. Jadi setidaknya negara tersebut butuh waktu 10 tahun sebelum PLTN benar-benar beroperasi. Hanya negara yang berwawasan ke depan dan berkomitmen kuat dalam mensejahterakan rakyatnya yang mampu memiliki PLTN.
Uap inilah yang digunakan untuk menggerakkan turbin untuk memproduksi listrik. Jenis pembangkit lainnya juga menggunakan uap, namun PLTN tidak melakukan pembakaran bahan bakar fosil yang bi�sa melepaskan emisi gas rumah kaca.
